核电站反应堆压力壳用钢断裂韧性要求及安全可靠性分析

来源 :锅炉技术 | 被引量 : 0次 | 上传用户:laohe200304
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本文介绍了美国ASME和法国RCC-M对核电站反应堆压力壳用SA533B-I互钢板和SA508- Ⅲ锻件断裂韧性的要求及各国生产的SA533B-I铜板、SA508-Ⅲ锻件和焊接接头的断裂韧性试验结果,并讨论了美国、法国和英国核电站反应堆压力壳安全可靠性分析方法. This paper introduces the requirements of fracture toughness of SA533B-I and SA508- Ⅲ for USR and RCC-M for nuclear reactor pressure vessel and the fracture toughness test of SA533B-I copper plate, SA508-Ⅲ forgings and welded joints produced in various countries As a result, the methods for analyzing the safety and reliability of pressure vessels in nuclear power plants in the United States, France and the United Kingdom are discussed.
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